JPS6139636B2 - - Google Patents
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- JPS6139636B2 JPS6139636B2 JP49080127A JP8012774A JPS6139636B2 JP S6139636 B2 JPS6139636 B2 JP S6139636B2 JP 49080127 A JP49080127 A JP 49080127A JP 8012774 A JP8012774 A JP 8012774A JP S6139636 B2 JPS6139636 B2 JP S6139636B2
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Classifications
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
- G21D3/10—Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/36—Control circuits
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、負荷追従運転時における原子炉の出
力制御方法に係り、特に原子炉出力を変更した後
のゼノン等の毒物反応度効果により発生する原子
炉出力の変化を安全に抑制するための負荷追従運
転時における原子炉の出力制御方法に関する。
力制御方法に係り、特に原子炉出力を変更した後
のゼノン等の毒物反応度効果により発生する原子
炉出力の変化を安全に抑制するための負荷追従運
転時における原子炉の出力制御方法に関する。
沸騰水形原子炉（以下BWRと略称する）の原
子炉出力を制御する手段としては、炉心を通過す
る再循環流量を変化させる方法と炉心内における
制御棒位置を変化する方法の二方法が採用されて
いる。この原子炉出力の変更の様子を図に示すと
第１の再循環流量−原子炉出力特性のごとくであ
る。
子炉出力を制御する手段としては、炉心を通過す
る再循環流量を変化させる方法と炉心内における
制御棒位置を変化する方法の二方法が採用されて
いる。この原子炉出力の変更の様子を図に示すと
第１の再循環流量−原子炉出力特性のごとくであ
る。
例えば、原子炉出力を第１図のＡ点らら定格出
力まで増大させる場合を考えると、まで、再循環
流量を一定にして制御棒を順次炉心から引抜き、
原子炉出力をＡ点から曲線ABに沿つて上昇させ
る。この時、原子炉出力分布が一定となるように
所定の順序で制御棒の引抜きが行われ原子炉出力
がＢ点まで上昇する。次に炉心内の制御棒位置を
変えずに再循環流量を増加させると、原子炉出力
がＢ点から曲線BCに沿つて上昇し、Ｃ点で定格
出力となる。尚、制御棒による原子炉出力の変化
はABもしくはA′B′のような傾向を示し、再循環
流量による原子炉出力の変化はBCあるいは
B″C′のような傾向を示す。
力まで増大させる場合を考えると、まで、再循環
流量を一定にして制御棒を順次炉心から引抜き、
原子炉出力をＡ点から曲線ABに沿つて上昇させ
る。この時、原子炉出力分布が一定となるように
所定の順序で制御棒の引抜きが行われ原子炉出力
がＢ点まで上昇する。次に炉心内の制御棒位置を
変えずに再循環流量を増加させると、原子炉出力
がＢ点から曲線BCに沿つて上昇し、Ｃ点で定格
出力となる。尚、制御棒による原子炉出力の変化
はABもしくはA′B′のような傾向を示し、再循環
流量による原子炉出力の変化はBCあるいは
B″C′のような傾向を示す。
この様にBWRでは制御棒位置の変化あるいは
再循環流量の変化いずれによつても原子炉出力の
制御が可能である。しかし燃料の熱的限界及び再
循環流量制御用のポンプに与えられる限界あるい
は原子炉出力分布の平衡を図ることなどから、一
つの手段による原子炉出力制御範囲には一定の限
界がある。つまり通常は原子炉出力約50％以下で
は制御棒により、それ以上の原子炉出力では再循
環流量による制御する方法が採用されている。
再循環流量の変化いずれによつても原子炉出力の
制御が可能である。しかし燃料の熱的限界及び再
循環流量制御用のポンプに与えられる限界あるい
は原子炉出力分布の平衡を図ることなどから、一
つの手段による原子炉出力制御範囲には一定の限
界がある。つまり通常は原子炉出力約50％以下で
は制御棒により、それ以上の原子炉出力では再循
環流量による制御する方法が採用されている。
ところで第１図に点線で示した線EFは、上述
したところの燃料の熱的制限による制御棒の引抜
き限界を示すものである。与えられた再循環流
量、例えばf1においてこの直線EF以上の出力と
なる様に制御棒を引抜くと、燃料が熱的界限を逸
脱する可能性が大となる。そのためBWRにおい
ては、直線EFを規定し流量f1より定まる原子炉
出力以上に原子炉出力が上昇するように制御棒操
作がなされるときに制御棒の引抜きを阻止する装
置がある。この装置は一般にRBE（Rod Block
Monitor）と呼ばれている。
したところの燃料の熱的制限による制御棒の引抜
き限界を示すものである。与えられた再循環流
量、例えばf1においてこの直線EF以上の出力と
なる様に制御棒を引抜くと、燃料が熱的界限を逸
脱する可能性が大となる。そのためBWRにおい
ては、直線EFを規定し流量f1より定まる原子炉
出力以上に原子炉出力が上昇するように制御棒操
作がなされるときに制御棒の引抜きを阻止する装
置がある。この装置は一般にRBE（Rod Block
Monitor）と呼ばれている。
一方、従来のBWRにおいては核反応の結果ゼ
ノン（化学記号Xe）ヨウ素（化学記号Ｉ）等の
核分裂生成物を生成するが、これらの物質は中性
子を吸収する作用がある。そしてこれらの毒物は
原子炉出力の大きさに応じて生成され、原子炉出
力が一定のときにはその値に応じた大きさで平衡
している。また原子炉出力が変化するときには十
数時間をかけて変動し、例えば原子炉出力が減少
したときにはゼノンは一度増加した後減少して所
定量に落付くように変化する。
ノン（化学記号Xe）ヨウ素（化学記号Ｉ）等の
核分裂生成物を生成するが、これらの物質は中性
子を吸収する作用がある。そしてこれらの毒物は
原子炉出力の大きさに応じて生成され、原子炉出
力が一定のときにはその値に応じた大きさで平衡
している。また原子炉出力が変化するときには十
数時間をかけて変動し、例えば原子炉出力が減少
したときにはゼノンは一度増加した後減少して所
定量に落付くように変化する。
しかるに近年、原子力発電所の系統に占める割
合が急速に増大しつつあり、必然的に昼夜あるい
は季節的は負荷変化などに原子炉出力を追従させ
る必要が生じつつある。しかし、原子炉の負荷追
従運転において、その出力が上昇した後の状態に
おいては、再循環流量および制御棒引抜量が一定
であつても、比較的長い時定数でゼノン反応度効
果等により毒物に吸収される中性子数が変化する
ことが判つた。このような中性子束の変化によ
り、原子炉出力が変化してしまう。すなわち、例
えば第１図のＢ点（低出力レベル）からＣ点（高
出力レベル）まで負荷変更時に原子炉出力を増加
させると、原子炉出力がＣ点に達した後でゼノン
濃度が減少して原子炉出力がＣ点以上に増加して
しまう。従つて、核分裂生成物であるゼノンによ
る原子炉出力の増加分を吸収して原子炉出力をＣ
点に保持するためには、再循環流量の増加による
原子炉出力の上昇はＣ点より低いレベルに抑え、
その後のゼノン濃度減少に伴う原子炉出力の増加
によつて原子炉出力をＣ点まで上昇させるように
すればよい。しかし、この方法では、ゼノン濃度
減少による原子炉出力上昇に時間がかかり、負荷
追従運転時における原子炉の稼動率が低下する。
合が急速に増大しつつあり、必然的に昼夜あるい
は季節的は負荷変化などに原子炉出力を追従させ
る必要が生じつつある。しかし、原子炉の負荷追
従運転において、その出力が上昇した後の状態に
おいては、再循環流量および制御棒引抜量が一定
であつても、比較的長い時定数でゼノン反応度効
果等により毒物に吸収される中性子数が変化する
ことが判つた。このような中性子束の変化によ
り、原子炉出力が変化してしまう。すなわち、例
えば第１図のＢ点（低出力レベル）からＣ点（高
出力レベル）まで負荷変更時に原子炉出力を増加
させると、原子炉出力がＣ点に達した後でゼノン
濃度が減少して原子炉出力がＣ点以上に増加して
しまう。従つて、核分裂生成物であるゼノンによ
る原子炉出力の増加分を吸収して原子炉出力をＣ
点に保持するためには、再循環流量の増加による
原子炉出力の上昇はＣ点より低いレベルに抑え、
その後のゼノン濃度減少に伴う原子炉出力の増加
によつて原子炉出力をＣ点まで上昇させるように
すればよい。しかし、この方法では、ゼノン濃度
減少による原子炉出力上昇に時間がかかり、負荷
追従運転時における原子炉の稼動率が低下する。
このような負荷運転時における原子炉の稼動率
を向上させるには、再循環流量によつて原子炉出
力をＣ点まで上昇させ、その後のゼノン濃度の減
少による原子炉出力の増加を抑制して原子炉出力
をＣ点に保持すればよいことに発明者等は着目し
た。ゼノンによる炉出力増加分を吸収して原子炉
出力をＣ点に保持するためには、再循環流量の減
少および制御挿入が考えられる。制御棒の位置が
変化すると炉心内の原子炉出力分布が変化し、燃
料棒に与える影響も大きくなる。従つて、他方の
再循環流量を優先的に制御して原子炉出力をＣ点
に保持すればよい。しかし、Ｃ点からＤ点に向つ
て再循環流量を減少させていくと、Ｄ点燃料の熱
的限界を逸脱する可能性があることがわかつた。
現在のBWRには、制御棒操作に対する監視装置
としては、前述のRBMのような装置がある。再
循環流量制御装置に対しては、RBMのようなこ
とは考慮されていない。このため、再循環流量制
御により直線EFを逸脱する可能性があるのであ
る。
を向上させるには、再循環流量によつて原子炉出
力をＣ点まで上昇させ、その後のゼノン濃度の減
少による原子炉出力の増加を抑制して原子炉出力
をＣ点に保持すればよいことに発明者等は着目し
た。ゼノンによる炉出力増加分を吸収して原子炉
出力をＣ点に保持するためには、再循環流量の減
少および制御挿入が考えられる。制御棒の位置が
変化すると炉心内の原子炉出力分布が変化し、燃
料棒に与える影響も大きくなる。従つて、他方の
再循環流量を優先的に制御して原子炉出力をＣ点
に保持すればよい。しかし、Ｃ点からＤ点に向つ
て再循環流量を減少させていくと、Ｄ点燃料の熱
的限界を逸脱する可能性があることがわかつた。
現在のBWRには、制御棒操作に対する監視装置
としては、前述のRBMのような装置がある。再
循環流量制御装置に対しては、RBMのようなこ
とは考慮されていない。このため、再循環流量制
御により直線EFを逸脱する可能性があるのであ
る。
本発明の目的は、以上のことを考慮し、原子炉
出力分布の歪を小さくして、中性子吸収性核分裂
生成物による原子炉出力の補償を安全に行うこと
のできる負荷追従運転時における原子炉の出力制
御方法を提供することにある。
出力分布の歪を小さくして、中性子吸収性核分裂
生成物による原子炉出力の補償を安全に行うこと
のできる負荷追従運転時における原子炉の出力制
御方法を提供することにある。
本発明の特徴は、負荷追従運転時において、原
子炉出力を冷却材流量の増加によつて所定の低出
力レベルから所定の高出力レベルに上昇させ、そ
の高出力レベルに到達した後、冷却材流量を、高
出力レベルに対応して定まる冷却材流量の限界設
定値まで減少させ、冷却材流量がこの限界設定値
に達した時、冷却材流量の減少を停止して制御棒
の炉心への挿入により原子炉出力を前述の高出力
レベルに保持することにある。
子炉出力を冷却材流量の増加によつて所定の低出
力レベルから所定の高出力レベルに上昇させ、そ
の高出力レベルに到達した後、冷却材流量を、高
出力レベルに対応して定まる冷却材流量の限界設
定値まで減少させ、冷却材流量がこの限界設定値
に達した時、冷却材流量の減少を停止して制御棒
の炉心への挿入により原子炉出力を前述の高出力
レベルに保持することにある。
以下本発明の具体的一実施例を、図面を用いて
詳細に説明する。
詳細に説明する。
第２図は、沸騰水形原子炉に適用された本発明
の実施例である負荷追従運転時における原子炉の
出力制御方法を実現する原子炉の出力制御装置を
示している。ここで、１は原子炉、２は制御棒、
３は局部出力検出器、４は再循環流量検出器、５
は制御棒駆動装置、６は再循環流量制御用のポン
プであつて、これらの装置は沸騰水形原子炉の現
用のものをそのまま使用することができる。
の実施例である負荷追従運転時における原子炉の
出力制御方法を実現する原子炉の出力制御装置を
示している。ここで、１は原子炉、２は制御棒、
３は局部出力検出器、４は再循環流量検出器、５
は制御棒駆動装置、６は再循環流量制御用のポン
プであつて、これらの装置は沸騰水形原子炉の現
用のものをそのまま使用することができる。
７は出力−流量設定回路であり、その詳細構造
を第３図に示す。また第２図において、８は比較
回路、９はポンプ速度制御回路、１０は総出力導
出回路、１１および１２は増幅器であり、これら
の回路も現用のものをそのまま使用することもで
きる。
を第３図に示す。また第２図において、８は比較
回路、９はポンプ速度制御回路、１０は総出力導
出回路、１１および１２は増幅器であり、これら
の回路も現用のものをそのまま使用することもで
きる。
１３はスキヤナ、１４は最大値検出回路であ
り、これらの詳細構造を第４図に示す。さらに第
２図において、１５は制御棒駆動リレー選択回
路、１６はバツフア増幅器である。１７は実出力
が設定出力より増加したときのみ出力する比較回
路であり、８０は定出力運転をするときに閉ざさ
れる接点、１８は不感帯回路である。不感帯回路
１８は、第５図に入出力関係を示すように入力が
正負の所定値以上になるとき論理信号“１”を出
力する。１９はアンドゲート、２０は記憶装置、
２１は負荷要求信号入力端子、２２は制御棒位置
情報回路であり、２３はタイマーである。なお、
第２図にはこのほかの装置たとえばタービン制御
系や制御棒引抜き阻止装置など、本発明に直接関
係のないものは省略してある。
り、これらの詳細構造を第４図に示す。さらに第
２図において、１５は制御棒駆動リレー選択回
路、１６はバツフア増幅器である。１７は実出力
が設定出力より増加したときのみ出力する比較回
路であり、８０は定出力運転をするときに閉ざさ
れる接点、１８は不感帯回路である。不感帯回路
１８は、第５図に入出力関係を示すように入力が
正負の所定値以上になるとき論理信号“１”を出
力する。１９はアンドゲート、２０は記憶装置、
２１は負荷要求信号入力端子、２２は制御棒位置
情報回路であり、２３はタイマーである。なお、
第２図にはこのほかの装置たとえばタービン制御
系や制御棒引抜き阻止装置など、本発明に直接関
係のないものは省略してある。
以上のごとく構成した原子炉出力制御装置は、
次の様に動作する。
次の様に動作する。
まず、原子炉が低出力で運転されており、その
後の負荷要求の増大によつて高レベルの所定出力
（第１図Ｃ点）に原子炉出力を上昇させる場合を
考える。低出力から高レベルの所定出力までの原
子炉出力の上昇は、再循環流量の増加によつて行
う。所定の原子炉出力に達した状態（第１図Ｃ
点）では端子２１の負荷要求信号が一定であるゆ
え、制御棒位置あるいは再循環流量は一定に保た
れている。しかるに前述したごとく。ゼノン等の
反応度効果による比較的長い時定数で原子炉出力
が増大する方向に向かう。このような定出力運転
時に接点８０が閉塞される。
後の負荷要求の増大によつて高レベルの所定出力
（第１図Ｃ点）に原子炉出力を上昇させる場合を
考える。低出力から高レベルの所定出力までの原
子炉出力の上昇は、再循環流量の増加によつて行
う。所定の原子炉出力に達した状態（第１図Ｃ
点）では端子２１の負荷要求信号が一定であるゆ
え、制御棒位置あるいは再循環流量は一定に保た
れている。しかるに前述したごとく。ゼノン等の
反応度効果による比較的長い時定数で原子炉出力
が増大する方向に向かう。このような定出力運転
時に接点８０が閉塞される。
この原子炉出力の増加は、多数の局部出力検出
器３によつて検出される。各局部出力検出器３の
出力は、増幅器１１，１２等により増幅された
後、総出力導出回路１０に入力される。総出力導
出回路１０において、炉心の総出力（原子炉出
力）が求められる。この総出力は、比較回路１７
に入力されて負荷要求信号と比較される。負荷要
求信号と総出力との偏差は、比較回路１７より再
循環流量制御用のポンプ速度制御回路９および制
御棒駆動用の不感帯回路１８に入力される。
器３によつて検出される。各局部出力検出器３の
出力は、増幅器１１，１２等により増幅された
後、総出力導出回路１０に入力される。総出力導
出回路１０において、炉心の総出力（原子炉出
力）が求められる。この総出力は、比較回路１７
に入力されて負荷要求信号と比較される。負荷要
求信号と総出力との偏差は、比較回路１７より再
循環流量制御用のポンプ速度制御回路９および制
御棒駆動用の不感帯回路１８に入力される。
一方、総出力導出回路１０の出力である原子炉
出力信号は、出力−流量設定回路７（第３図）に
も入力され、その原子炉出力における再循環流量
の最小限界を与える設定信号が出力−流量設定回
路から出力される。この最小限界を与える設定信
号は、比較回路８に入力される。比較回路８は、
この設定信号と再循環流量検出器４で検出された
流量信号とを比較する。比較回路８は、もし検出
された流量信号に比べて設定信号のほうが小なる
場合には流量減少許可信号をポンプ速度制御回路
９に出力し、逆に検出された流量信号のほうが小
なる場合には制御棒操作指令信号をアンドゲート
１９に出力する。
出力信号は、出力−流量設定回路７（第３図）に
も入力され、その原子炉出力における再循環流量
の最小限界を与える設定信号が出力−流量設定回
路から出力される。この最小限界を与える設定信
号は、比較回路８に入力される。比較回路８は、
この設定信号と再循環流量検出器４で検出された
流量信号とを比較する。比較回路８は、もし検出
された流量信号に比べて設定信号のほうが小なる
場合には流量減少許可信号をポンプ速度制御回路
９に出力し、逆に検出された流量信号のほうが小
なる場合には制御棒操作指令信号をアンドゲート
１９に出力する。
いま再循環流量が例えば第１図のＤ点にまで減
少していないものとすると、ポンプ速度制御回路
９は比較回路１７の偏差信号に応じて流量の減少
する方向にポンプ速度を制御し、ゼノン濃度減少
による出力増加や抑制する。しかしゼノン等の反
応速度効果が再循環流量を第１図のＤ点まで減少
しても補償し切れない場合には、再循環流量がＤ
点に到達したとき比較回路８の流量制御信号のそ
れ以上の減少を制限し、同時に制御棒操作指令信
号をアンドゲート１９に送出する。尚、タイマー
２３は、常時信号を出力しているが、アンドゲー
ト１９の出力信号により、所定時間だけ信号の出
力を停止する。この所定時間は、１回の制御棒操
作を行うのに十分な時間である。アンドゲート１
９の一方の入力端には偏差の絶対値が一定値以上
となつた場合信号“１”を出力する不感帯回路１
８の出力が入力されているので、この時点から最
大値検出回路１４の動作が開始される。ここでは
局部出力検出器３の信号をスキヤナ１３で順次切
替えて入力し、その中で最大の出力を示す局部出
力検出器３の位置座標が求められ、かつその座標
に対応した局部出力検出器３の周辺の制御棒４本
が選択される。その後、それらの４本の制御棒の
中から最も引抜き量の大きいものまたは予め定め
られた１本の制御棒の座標信号がリレー選択回路
１５および記憶装置２０に伝達される。
少していないものとすると、ポンプ速度制御回路
９は比較回路１７の偏差信号に応じて流量の減少
する方向にポンプ速度を制御し、ゼノン濃度減少
による出力増加や抑制する。しかしゼノン等の反
応速度効果が再循環流量を第１図のＤ点まで減少
しても補償し切れない場合には、再循環流量がＤ
点に到達したとき比較回路８の流量制御信号のそ
れ以上の減少を制限し、同時に制御棒操作指令信
号をアンドゲート１９に送出する。尚、タイマー
２３は、常時信号を出力しているが、アンドゲー
ト１９の出力信号により、所定時間だけ信号の出
力を停止する。この所定時間は、１回の制御棒操
作を行うのに十分な時間である。アンドゲート１
９の一方の入力端には偏差の絶対値が一定値以上
となつた場合信号“１”を出力する不感帯回路１
８の出力が入力されているので、この時点から最
大値検出回路１４の動作が開始される。ここでは
局部出力検出器３の信号をスキヤナ１３で順次切
替えて入力し、その中で最大の出力を示す局部出
力検出器３の位置座標が求められ、かつその座標
に対応した局部出力検出器３の周辺の制御棒４本
が選択される。その後、それらの４本の制御棒の
中から最も引抜き量の大きいものまたは予め定め
られた１本の制御棒の座標信号がリレー選択回路
１５および記憶装置２０に伝達される。
そしてリレー選択回路１５は、当該制御棒を駆
動するためのリレーを選択し、駆動リレーの励磁
信号を出力する。選択された駆動リレーの励磁信
号は、バツフア増幅器１６で増幅された後、制御
棒駆動機構５内に設けられている水圧駆動リレー
を励磁する。これによつて、選択された制御棒が
原子炉出力を減少させる方向に１駆動単位もしく
は適当に定められた量だけ挿入する。これによつ
ても出力偏差が零にならない場合には、上記と同
様な動作により最大出力を示している周辺の制御
棒が選択されて引抜き量の大なる制御棒から順次
挿入して行く。
動するためのリレーを選択し、駆動リレーの励磁
信号を出力する。選択された駆動リレーの励磁信
号は、バツフア増幅器１６で増幅された後、制御
棒駆動機構５内に設けられている水圧駆動リレー
を励磁する。これによつて、選択された制御棒が
原子炉出力を減少させる方向に１駆動単位もしく
は適当に定められた量だけ挿入する。これによつ
ても出力偏差が零にならない場合には、上記と同
様な動作により最大出力を示している周辺の制御
棒が選択されて引抜き量の大なる制御棒から順次
挿入して行く。
さて次に第２図における各回路の詳細な構造に
ついて説明する。第３図ａは、出力−流量設定回
路７の詳細構造を示す。入力端子３５に加えられ
る入力がバイアス電源３６の電圧E0に等しくな
るまではダイオード３３は逆バイアスされている
ので、出力−流量設定回路７出力（出力端子３７
の出力）が零である。入力端子３５に加えられる
出力が電圧E0になると、可変抵抗３２と抵抗３
０との比で増幅された出力信号が出力端子３７か
ら出力される。出力−流量設定回路７は、このよ
うな回路であつて、第１図の制御棒引抜き阻止曲
線とは逆関数となる様な特性を持つ回路である。
出力−流量設定回路７の特性を第３図ｂに示す。
ついて説明する。第３図ａは、出力−流量設定回
路７の詳細構造を示す。入力端子３５に加えられ
る入力がバイアス電源３６の電圧E0に等しくな
るまではダイオード３３は逆バイアスされている
ので、出力−流量設定回路７出力（出力端子３７
の出力）が零である。入力端子３５に加えられる
出力が電圧E0になると、可変抵抗３２と抵抗３
０との比で増幅された出力信号が出力端子３７か
ら出力される。出力−流量設定回路７は、このよ
うな回路であつて、第１図の制御棒引抜き阻止曲
線とは逆関数となる様な特性を持つ回路である。
出力−流量設定回路７の特性を第３図ｂに示す。
また、第４図は、スキヤナ１３及び最大値検出
回路１４に相当する部分の構造を示している。４
０はオアゲート、４１はアナログ−デイジタル
（Ａ／Ｄ）変換器、４２はレジスタ、４３は演算
装置、４４は走査指令回路、４５が選択回路、４
６はスキヤナである。端子４７には増幅器１１，
１２より与えられた局部出力信号が印加されてお
り、アンド回路１９より端子４９、オア回路４０
を介して走査指令回路４４に入力される走査開始
信号によりスキヤナ４６が走差され、局部出力信
号がＡ−Ｄ変換回路４１にてＡ／Ｄ変換される。
レジスタ４２には始め零がセツトされており、演
算装置４３はＡ／Ｄ変換器４１とレジスタ４２の
内容をスキヤナの切替が行われる度に比較して大
きい方の値およびその位置番号をレジスタ４２へ
記憶させる動作を行う。また演算回路４３は、オ
ア回路４０を介して再度スキヤナを行わせる。そ
れと同時に走査回数を計数して所定の回数（局部
出力検査器の数だけ）の比較が終了すると、レジ
スタ４２に記憶されている局部出力検出器３の位
置番号を選択回路４５に転送し、そこでその最大
値を示した局部出力検出器３の周囲４本の制御棒
２が選択される。選択回路４５では、その選択さ
れた局部出力検出器３の座標に対応する制御棒２
の位置とその引抜き量を、位置情報回路２２から
読み出し、端子２２を介して入力する。そして引
抜き量が最大である制御棒１本（引抜き量が全て
同一である場合にはいずれか１本）の座標信号、
またはあらかじめ端子５１の入力で指定された制
御棒の座標信号を端子４８から出力する。
回路１４に相当する部分の構造を示している。４
０はオアゲート、４１はアナログ−デイジタル
（Ａ／Ｄ）変換器、４２はレジスタ、４３は演算
装置、４４は走査指令回路、４５が選択回路、４
６はスキヤナである。端子４７には増幅器１１，
１２より与えられた局部出力信号が印加されてお
り、アンド回路１９より端子４９、オア回路４０
を介して走査指令回路４４に入力される走査開始
信号によりスキヤナ４６が走差され、局部出力信
号がＡ−Ｄ変換回路４１にてＡ／Ｄ変換される。
レジスタ４２には始め零がセツトされており、演
算装置４３はＡ／Ｄ変換器４１とレジスタ４２の
内容をスキヤナの切替が行われる度に比較して大
きい方の値およびその位置番号をレジスタ４２へ
記憶させる動作を行う。また演算回路４３は、オ
ア回路４０を介して再度スキヤナを行わせる。そ
れと同時に走査回数を計数して所定の回数（局部
出力検査器の数だけ）の比較が終了すると、レジ
スタ４２に記憶されている局部出力検出器３の位
置番号を選択回路４５に転送し、そこでその最大
値を示した局部出力検出器３の周囲４本の制御棒
２が選択される。選択回路４５では、その選択さ
れた局部出力検出器３の座標に対応する制御棒２
の位置とその引抜き量を、位置情報回路２２から
読み出し、端子２２を介して入力する。そして引
抜き量が最大である制御棒１本（引抜き量が全て
同一である場合にはいずれか１本）の座標信号、
またはあらかじめ端子５１の入力で指定された制
御棒の座標信号を端子４８から出力する。
さて以上のごとく構成した第２図の出力制御装
置の動作タイムチヤートを第６図に示す。原子炉
出力が第１図のＢ点からＣ点（定格状態）まで上
昇した後、ゼノン反応度効果により第６図に示す
点線のごとく原子炉出力が増加しようとするが、
時間t1までは再循環流量が減少して原子炉出力を
一定に維持し（第１図のＣ点の原子炉出力に維
持）t1で点線で示した出力−流量設定レベルに到
達すると制御棒の挿入が開始され、原子炉出力は
やはり一定に維持される（第１図のＣ点の原子炉
出力に維持）様子が明瞭に示されている。
置の動作タイムチヤートを第６図に示す。原子炉
出力が第１図のＢ点からＣ点（定格状態）まで上
昇した後、ゼノン反応度効果により第６図に示す
点線のごとく原子炉出力が増加しようとするが、
時間t1までは再循環流量が減少して原子炉出力を
一定に維持し（第１図のＣ点の原子炉出力に維
持）t1で点線で示した出力−流量設定レベルに到
達すると制御棒の挿入が開始され、原子炉出力は
やはり一定に維持される（第１図のＣ点の原子炉
出力に維持）様子が明瞭に示されている。
以上説明のごとく第２図の原子炉出力制御装置
による負荷追従時における原子炉の出力制御方法
は、再循環流量についてもRBMのような考えを
導入し、それを利用している。そして制御棒操作
による出力分布の歪が最小となるように出力を制
御し、効果的かつ安全に毒物反応度効果を抑制す
ることができるので、負荷要求に応じて原子炉出
力を大幅に変化させる原子炉に適用するとその工
業的価値は非常に大である。
による負荷追従時における原子炉の出力制御方法
は、再循環流量についてもRBMのような考えを
導入し、それを利用している。そして制御棒操作
による出力分布の歪が最小となるように出力を制
御し、効果的かつ安全に毒物反応度効果を抑制す
ることができるので、負荷要求に応じて原子炉出
力を大幅に変化させる原子炉に適用するとその工
業的価値は非常に大である。
すなわち、所定の高出力に到達した時点（第１
図Ｃ点）では制御棒操作ではなく再循環流量を調
節する。ゼノン濃度減少に伴つて徐々に再循環流
量を減少させ、原子炉出力が所定の高出力を超え
ないようＣ点の原子炉出力に調整する。再循環流
量が前述の限界設定値に達した時には、ゼノン反
応効果の約2/3程度を再循環流量の減少によつて
補償し終えている。従つて、再循環流量が限界設
定値に達した後、ゼノン濃度減少による原子炉出
力上昇を抑制するための制御棒の操作量はＣ点に
おける制御棒操作量に比べて著しく少なくなる。
制御棒操作による原子炉出力分布の歪は、最小と
なる。
図Ｃ点）では制御棒操作ではなく再循環流量を調
節する。ゼノン濃度減少に伴つて徐々に再循環流
量を減少させ、原子炉出力が所定の高出力を超え
ないようＣ点の原子炉出力に調整する。再循環流
量が前述の限界設定値に達した時には、ゼノン反
応効果の約2/3程度を再循環流量の減少によつて
補償し終えている。従つて、再循環流量が限界設
定値に達した後、ゼノン濃度減少による原子炉出
力上昇を抑制するための制御棒の操作量はＣ点に
おける制御棒操作量に比べて著しく少なくなる。
制御棒操作による原子炉出力分布の歪は、最小と
なる。
また、ゼノン反応度効果の補償時に原子炉出力
が燃料の熱的制限値を超えることがないので、負
荷追従運転における原子炉の安全性が向上する。
さらに、最初は再循環流量の減少によつてゼノン
濃度減少による原子炉出力の上昇を抑制するの
で、原子炉出力をＣ点まで再循環流量増加によつ
て上昇させることができる。このため、負荷追従
運転時において所定の高出力まで原子炉出力を上
昇させるのに要する時間が著しく短縮され、その
分、原子炉の稼動率が向上する。
が燃料の熱的制限値を超えることがないので、負
荷追従運転における原子炉の安全性が向上する。
さらに、最初は再循環流量の減少によつてゼノン
濃度減少による原子炉出力の上昇を抑制するの
で、原子炉出力をＣ点まで再循環流量増加によつ
て上昇させることができる。このため、負荷追従
運転時において所定の高出力まで原子炉出力を上
昇させるのに要する時間が著しく短縮され、その
分、原子炉の稼動率が向上する。
前述の実施例では個々の専用装置により構成す
る実施例を示したが、それらを部分的あるいは全
体的に計算機に代替することは容易である。また
本発明に実施する原子炉出力制御装置は必ずしも
第２図等で述べたような構成とする必要はなく、
要は原子炉出力一定制御を行つているときに、再
循環流量及び制御棒操作が成されていないにも関
わらず、原子炉内の中性子吸収物質量の減少によ
り、原子炉出力が増加することを防止するため
に、原子炉出力より定まる流量の限界設定値より
も実流量が大であるときには、再循環流量の減少
制御により、また限界設定値よりも小であるとき
には制御棒挿入操作により原子炉出力を一定に保
つものである。また制御棒を操作するときには高
出力領域の制御棒より順次挿入するものである。
る実施例を示したが、それらを部分的あるいは全
体的に計算機に代替することは容易である。また
本発明に実施する原子炉出力制御装置は必ずしも
第２図等で述べたような構成とする必要はなく、
要は原子炉出力一定制御を行つているときに、再
循環流量及び制御棒操作が成されていないにも関
わらず、原子炉内の中性子吸収物質量の減少によ
り、原子炉出力が増加することを防止するため
に、原子炉出力より定まる流量の限界設定値より
も実流量が大であるときには、再循環流量の減少
制御により、また限界設定値よりも小であるとき
には制御棒挿入操作により原子炉出力を一定に保
つものである。また制御棒を操作するときには高
出力領域の制御棒より順次挿入するものである。
本発明によれば、負荷追従運転時の所定の高出
力に到達した時、再循環流量操作を行い、その
後、制御棒の挿入操作を行うので、制御棒の操作
量が最少となり、原子炉の出力分布の歪を最も小
さく抑制できるとともに中性子吸収核分裂生成物
による原子炉出力の上昇を安全に抑制することが
できる。また、原子炉出力が所定の高出力まで上
昇するのに要する時間が著しく短縮されるので、
負荷追従運転時の原子炉の稼動率が向上する。
力に到達した時、再循環流量操作を行い、その
後、制御棒の挿入操作を行うので、制御棒の操作
量が最少となり、原子炉の出力分布の歪を最も小
さく抑制できるとともに中性子吸収核分裂生成物
による原子炉出力の上昇を安全に抑制することが
できる。また、原子炉出力が所定の高出力まで上
昇するのに要する時間が著しく短縮されるので、
負荷追従運転時の原子炉の稼動率が向上する。
第１図は再循環流量の炉出力の関係を示す曲線
図、第２図は本発明の一実施例を示すブロツク線
図、第３図と第４図は第２図実施例の一部詳細図
であり、第５図は不感帯回路の特性曲線図、第６
図は本発明制御装置による制御特性を示すタイム
チヤートである。 １……原子炉、２……制御棒、３……局部出力
検出器、４……再循環流量検出器、５……制御棒
駆動装置、６……ポンプ、７……出力−流量設定
回路、８……比較回路、９……ポンプ速度制御回
路、１０……炉出力導出回路、１１……増幅器、
１２……増幅器、１３……スキヤナ、１４……最
大値検出回路、１５……制御棒駆動リレー選択回
路、１６……バツフア増幅器、１７……比較回
路、１８……不感帯飽和回路、１９……アンドゲ
ート、２０……記憶装置、２１……負荷要求信号
入力端子、２２……制御棒位置情報回路。
図、第２図は本発明の一実施例を示すブロツク線
図、第３図と第４図は第２図実施例の一部詳細図
であり、第５図は不感帯回路の特性曲線図、第６
図は本発明制御装置による制御特性を示すタイム
チヤートである。 １……原子炉、２……制御棒、３……局部出力
検出器、４……再循環流量検出器、５……制御棒
駆動装置、６……ポンプ、７……出力−流量設定
回路、８……比較回路、９……ポンプ速度制御回
路、１０……炉出力導出回路、１１……増幅器、
１２……増幅器、１３……スキヤナ、１４……最
大値検出回路、１５……制御棒駆動リレー選択回
路、１６……バツフア増幅器、１７……比較回
路、１８……不感帯飽和回路、１９……アンドゲ
ート、２０……記憶装置、２１……負荷要求信号
入力端子、２２……制御棒位置情報回路。
Claims (1)
- １ 炉心に挿入された制御棒が引抜かれて所定の
低出力レベルにて運転されている原子炉の出力
を、前記炉心を流れる冷却材流量の増加によつて
所定の高出力レベルまで上昇させ、原子炉出力が
前記高出力レベルに到達した後、前記冷却材流量
を、前記高出力レベルに対応して定まる冷却材流
量の限界設定値まで減少させ、前記冷却材流量が
前記限界設定値に達した時、前記冷却材流量の減
少を停止して前記制御棒の前記炉心への挿入によ
り原子炉出力を前記高出力レベルに保持すること
を特徴とする負荷追従運転時における原子炉の出
力制御方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP49080127A JPS6139636B2 (ja) | 1974-07-15 | 1974-07-15 | |
| US05/595,330 US4108720A (en) | 1974-07-15 | 1975-07-11 | Control system for boiling-water reactor |
| DE2531396A DE2531396C3 (de) | 1974-07-15 | 1975-07-14 | Anordnung zur Regelung der Ausgangsleistung eines Siedewasserkernreaktors |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP49080127A JPS6139636B2 (ja) | 1974-07-15 | 1974-07-15 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5110293A JPS5110293A (ja) | 1976-01-27 |
| JPS6139636B2 true JPS6139636B2 (ja) | 1986-09-04 |
Family
ID=13709538
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP49080127A Expired JPS6139636B2 (ja) | 1974-07-15 | 1974-07-15 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4108720A (ja) |
| JP (1) | JPS6139636B2 (ja) |
| DE (1) | DE2531396C3 (ja) |
Families Citing this family (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4290850A (en) * | 1978-09-01 | 1981-09-22 | Hitachi, Ltd. | Method and apparatus for controlling feedwater flow to steam generating device |
| JPS5542010A (en) * | 1978-09-20 | 1980-03-25 | Nippon Atomic Ind Group Co | Operation system of bwr type reactor |
| JPS5552998A (en) * | 1978-10-16 | 1980-04-17 | Hitachi Ltd | Reactor recirculation flow rate control device |
| SE500393C2 (sv) * | 1978-10-18 | 1994-06-13 | Hitachi Ltd | Anordning vid en kokvattenreaktor för att styra kylvattnets entalpi vid inloppet till härden |
| JPS55149900A (en) * | 1979-05-11 | 1980-11-21 | Hitachi Ltd | Power control device for bwr type reactor |
| JPS55162096A (en) * | 1979-06-06 | 1980-12-17 | Hitachi Ltd | Method of monitoring power change in bwr type reactor |
| JPS5886490A (ja) * | 1981-11-18 | 1983-05-24 | 株式会社東芝 | 流量制御装置 |
| JPS5944689A (ja) * | 1982-09-06 | 1984-03-13 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉の運転制御方法 |
| US4650633A (en) * | 1984-07-02 | 1987-03-17 | General Electric Company | Method and apparatus for protection of pump systems |
| US4642213A (en) * | 1984-07-27 | 1987-02-10 | Westinghouse Electric Corp. | Anticipatory control of xenon in a pressurized water reactor |
| US5118461A (en) * | 1989-02-17 | 1992-06-02 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Flow rate measuring apparatus |
| US5555279A (en) * | 1994-11-16 | 1996-09-10 | Nir; Israel | System for monitoring and controlling nuclear reactors |
| US5682410A (en) * | 1995-10-17 | 1997-10-28 | General Electric Company | Method for determining core flow rate and water temperature/density in boiling water reactor |
| SE532185C2 (sv) * | 2007-04-10 | 2009-11-10 | Westinghouse Electric Sweden | Förfarande för att driva en reaktor hos en kärnanläggning |
| JP4918562B2 (ja) * | 2009-02-20 | 2012-04-18 | 三菱重工業株式会社 | 軸方向出力分布制御方法及び軸方向出力分布制御補助装置 |
| JP2019173698A (ja) * | 2018-03-29 | 2019-10-10 | トヨタ自動車株式会社 | 車両駆動装置の冷却装置 |
Family Cites Families (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3042600A (en) * | 1956-11-28 | 1962-07-03 | Gen Electric | Reactor control |
| US3197376A (en) * | 1957-04-22 | 1965-07-27 | North American Aviation Inc | Epithermal thorium power-breeder nuclear reactor |
| US3202804A (en) * | 1961-08-31 | 1965-08-24 | North American Aviation Inc | Method and apparatus for monitoring the operation of a system |
| US3565760A (en) * | 1967-10-23 | 1971-02-23 | Gen Electric | Nuclear reactor power monitor system |
| US3551289A (en) * | 1968-01-24 | 1970-12-29 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor |
| US3630839A (en) * | 1968-11-26 | 1971-12-28 | Westinghouse Electric Corp | System and method for operating a boiling water reactor-steam turbine plant |
| US3671390A (en) * | 1969-02-14 | 1972-06-20 | Gen Electric | Fast initial response nuclear reactor control system |
| US3778347A (en) * | 1971-09-27 | 1973-12-11 | Giras T | Method and system for operating a boiling water reactor-steam turbine plant preferably under digital computer control |
| US3931500A (en) * | 1973-11-13 | 1976-01-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for operating a boiling water reactor steam turbine plant with a combined digital computer and analog control |
-
1974
- 1974-07-15 JP JP49080127A patent/JPS6139636B2/ja not_active Expired
-
1975
- 1975-07-11 US US05/595,330 patent/US4108720A/en not_active Expired - Lifetime
- 1975-07-14 DE DE2531396A patent/DE2531396C3/de not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE2531396C3 (de) | 1980-05-14 |
| DE2531396A1 (de) | 1976-03-11 |
| DE2531396B2 (de) | 1979-08-23 |
| JPS5110293A (ja) | 1976-01-27 |
| US4108720A (en) | 1978-08-22 |
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